核燃料组件导向翼损伤回堆复用的分析

2013-03-02李利刚

中国核电 2013年4期

关键词：换料堆芯大修

李利刚

（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300）

核燃料组件导向翼损伤回堆复用的分析

李利刚

（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300）

2011年1月，中核核电运行管理有限公司二厂（简称二厂）换料大修，外观检查发现燃料组件A导向翼脱落。经国家核安全局（NNSA）审评批准后，将燃料组件A装入堆芯规定位置。2012年3月再次换料大修，将燃料组件A卸出堆芯。经检查确认燃料组件A完整，无异常变化。此次实践为此类型的导向翼损伤，燃料组件回堆复用提供参考，为同类型燃料组件导向翼损伤后回堆复用的标准制定提供案例支持。

燃料组件；格架；导向翼；外观检查；回堆

燃料组件是反应堆乃至整个核电厂的心脏，是最重要的核心部件[1]，是整个电厂的能量来源。如此重要的部件，但当它的某一个部件损伤后，却一直以来没有一个明确的评价标准。国内某电厂L206大修外观检查发现8组组件格架刮擦3根燃料棒破损；L207换料大修期间发现10组组件存在格架导向翼破损的情况，这些组件都没有再回堆复用。2011年1月，二厂在例行换料大修期间，使用核动力运行研究所视频检查设备，对已辐照燃料组件外观检查时发现，1组燃料组件A的第六层格架外条带的三片导向翼脱落。至此国内外仍然没有明确的标准来评价导向翼的损伤程度，以及是否可以回堆复用。事无先例的情况下，二厂技术人员，联系设计院经过分析论证认为，该组组件可以回堆复用，并最终安全运行一个循环。

1 2011年大修燃料组件检查发现异常

2011年大修期间，按照计划安排，二厂技术处对随后的循环准备回堆复用的85组燃料组件实施外观检查。发现A燃料组件90°方位第六层格架外条带的三片导向翼脱落（见图1），其他组件未见异常。二厂立刻起草文件向NNSA汇报，并加强检查，对整个堆芯剩余未检查的燃料组件实施外观检查，但未见异常。

其中，这个燃料循环与燃料组件A90°方位相邻的燃料组件Q已使用4个燃料循环，随后的燃料循环不再使用，卸料后放于乏燃料水池规定位置；外观检查结果表明格架未见异常。后对燃料组件A进行了在离线啜吸检查，检查结果无异常。

图1 AFA-3G标准格架外条带示意图及损伤导向翼对应位置Fig.1 Sketch of AFA-3G standard grid strap and damaged guide vanes

这个循环期间机组一回路冷却剂中的裂变气体和裂变产物活度实测值均远远低于技术规范要求（∑gas＜370 000 MBq/t；131Ieq＜4 400 MBq/t）。说明整个堆芯燃料组件处于完整状态，燃料组件A只是导向翼损伤，未发生泄露和其他损伤。

2 燃料组件A第六层格架外条带的三片导向翼脱落原因及损伤程度分析

燃料组件A是2009年入堆235U富集度3.70%的AFA-3G燃料组件。2010年换料大修堆芯装料：燃料组件A位于J07位置，装料步序78步，与该组件90°方位相邻的燃料组件Q，装料步序89步，燃料组件Q比燃料组件A后装。2011年换料大修卸出时已在堆内运行两个燃料循环。计划在机组随后的循环继续回堆复用。

燃料组件在两次大修期间位于堆芯，由上部堆内构件和下部堆内构件夹持，其位置固定，基本不发生移动。也就是说燃料组件的相互刮擦只可能发生在装卸料期间。

1）燃料组件A在2010年换料大修装料前进行了外观检查，未见异常。2011年大修卸料后装料前的外观检查发现的是格架外条带的上部导向翼脱落，且断口明显为旧断口，无金属光泽。因此推断导向翼脱落的时间是在2010年换料大修堆芯装料期间。

2）2011年大修发现异常后，对此循环与燃料组件A90°方位相邻的燃料组件Q也进行了外观检查，格架外条带未发现异常，说明燃料组件A格架导向翼脱落不是由于格架之间的钩挂造成的，而可能是由于燃料组件Q下管座刮擦燃料组件A格架外条带导向翼所致（下管座的外形尺寸大于格架的外形尺寸）。

3）经反复检查A燃料组件，未发现脱落导向翼格架的附近燃料棒有损伤，脱落导向翼的格架未损伤到刚凸，机械定位性能未破坏，且该燃料组件的格架外条带导向翼破损后也已经在堆芯运行了一个循环，仍然能够保持相应的定位功能。

3 安全评价及回堆复用

1）导向翼的功能主要是在燃料组件装卸过程中保持燃料组件之间的导向作用。带有该缺陷的燃料组件A已历经一个燃料循环运行，本次检查表明燃料棒机械完整性良好，表明该缺陷的存在不会对燃料组件A和整个堆芯的运行安全带来不可接受的负面影响。

2）外观检查可以看到A燃料组件90°方位格架外条带导向翼的脱落，并没有形成外伸的毛刺或者异物。通过装料过程小靴绑的使用和装料步序的优化，燃料组件A导向翼的脱落不会对其他燃料组件的装卸产生负面影响。

后经设计院分析评价得出以上一致结论。

2011年2月，NNSA审评认为：“格架外条带的三片导向翼脱落的燃料组件，满足所有的燃料组件的设计准则。通过采取严格控制堆芯装卸料操作、执行机组运行技术规格书和燃料组件堆内运行行为监测，燃料组件在下一个燃料循环的安全运行是有保障的。”

根据NNSA要求，调整燃料组件A的装卸料步序，避免燃料组件A在装卸料中造成其本身或相邻组件额外的损伤。具体采用“后进、后出”的办法，即在装料时，与燃料组件A堆芯90°方向相邻的燃料组件B先入堆；卸料时，与燃料组件A堆芯90°方向相邻的燃料组件B先出堆。2011年3月燃料组件A安全顺利装入堆芯规定位置。

4 2012年换料大修验证

2012年换料大修期间，通过严格的卸料操作和监督，燃料组件A安全顺利地卸出堆芯。卸料采取“后出”方式卸出燃料组件A。燃料组件A和燃料组件B分别为第七步和第十三步卸出堆芯。燃料组件A落后于燃料组件B卸出堆芯。燃料组件A和燃料组件B在堆芯位置相对关系如图2所示。

2012年3月，二厂在乏燃料水池对燃料组件A及其90°方向相邻燃料组件B进行了水下电视外观检查。燃料组件A的90°方向相邻燃料组件B各个格架外条带完整，未见异常。

与L207换料大修期间发现10组组件存在格架导向翼破损的情况对比可见，燃料组件A经历一个循环后，外观未发生异常变化。

图2 燃料组件A和燃料组件B在堆芯位置相对位置Fig.2 The comparative position of fuel assembly A and B

自2011年3月机组达到满功率至2012年3月机组与电网解列，整个循环期间机组一回路冷却剂中的裂变气体和裂变产物活度实测最大值为∑gas＝12.89 MBq/t；131Ieq＝1.845 MBq/t，远远低于技术规范要求（∑gas＜370 000 MBq/t；131Ieq＜4 400 MBq/t）。说明整个堆芯燃料组件处于完整状态。本循环WANO燃料可靠性指标（FRI）均为0.037 Bq/g，处于WANO先进值水平。

在2012年大修卸料期间对燃料组件A等燃料组件进行了在线啜吸检查，检查结果无异常。也证明全堆燃料组件处于完整状态。

5 结论

燃料组件A的2012年大修外观检查与2011年大修外观检查图像对比，表明组件外观没有发生异常变化。2012年大修期间对A燃料组件及其90°方向相邻燃料组件进行了外观检查。结果表明都处于完整状态，本循环装卸料期间均未发生组件刮擦。一回路放化分析跟踪和2012年大修卸料期间在线啜吸表明整个堆芯燃料组件处于完整状态。证明本燃料循环堆芯无燃料破损。

按照推断燃料组件A在2011年大修发现导向翼损伤时已经在堆芯“带伤”运行一个循环，然后回堆复用。2012年大修卸料时，燃料组件A已经在堆芯“带伤”运行两个循环。对于燃料组件A回堆复用的整个跟踪过程和检查结果，为此类型导向翼损伤燃料组件的回堆复用提供参考，为探索同类型燃料组件导向翼损伤后的回堆复用和标准制定提供案例支持。

[1] 张兴田，何明智.核燃料管理人员岗位必读[R].浙江海盐：核电秦山联营有限公司，2008.（ZHANG Xing-tian，HE Ming-zhi. Fuel manager manual[R]. Haiyan of Zhejiang Prov：NPQJVC，2008.）

Discussion on the Re-irradiated Fuel Assembly with Damaged Guide Vanes

LI Li-gang
(CNNC Nuclear Power Operations Management Co., Ltd., Haiyan of Zhejiang Prov.314300,China)

In January2 011, during the second plant of CNNC Nuclear Power Operations Management Co., Ltd.(hereinafter referred to as the second plant) refueling outage, the visual inspection found the guide vanes of fuel assembly A had felling off. After the National Nuclear Safety Administration (NNSA) estimated and approved, the fuel assembly A was reloaded in the specified location of reactor core. During the refueling outage in March2 012, the fuel assembly A was removed again from the reactor core. Visual inspection confirmed that the fuel assembly A was complete and without abnormal changes. The practice provides reference for re-irradiated of fuel assembly with the same type of damaged guide vanes, and provides case support for standard development for the same type of re-irradiated fuel assembly with damaged guide vanes.

fuel assembly；grid；guide vanes；visual inspection；re-irradiated

TL37 Article character: A Article ID: 1674-1617(2013)04-0360-04